应用于反应堆热工水力程序的核态沸腾传热关系式评价

摘要：

本文以反应堆热工水力分析程序 COSINE 开发为背景，针对燃料棒和冷却剂换热及压力容器外部冷却时的核态沸腾两种特殊的工况，研究常用于计算热工水力程序的核态沸腾传热关系式的计算结果随影响参数的变化关系，比较不同范围内各关系式计算结果的差异程度和敏感性，为程序中用户选项的设置和进一步实验验证提供参考意见，研究表明高过热度工况最需进行实验验证，反应堆热工水力分析程序计算这两种工况下的核态沸腾传热更适宜选用 Chen、Schrock-Grossman1、Wright 和 Schrock-Grossman2公式。

关键词：反应堆、热工水力安全分析程序、核态沸腾

分类号：TL331(核反应堆工程)

资助基金：大型先进压水堆核电站重大专项,核电关键设计软件自主化技术研究,课题2011ZX06004-024

在线出版日期：2015-04-27（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共7页

页码：25-31